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論文

TENDL-2017 benchmark test with iron shielding experiment at QST/TIARA

権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 佐藤 聡*; 春日井 敦*

Fusion Engineering and Design, 144, p.209 - 214, 2019/07

先進核融合中性子源A-FNSの核設計で重要な20MeV以上の核データライブラリ検証のために、QST/TIARAの40MeV, 65MeV準単色中性子入射鉄遮蔽実験を使ってTENDL-2017のベンチマークテストを行った。計算で得られた中性子スペクトルに30MeV付近で不自然な山が生じることが見つかった。この原因を詳細に調べた結果、30MeV中性子入射の$$^{54}$$Fe, $$^{56}$$Fe, $$^{58}$$Feの2次中性子スペクトルデータに問題があり、不自然な山が生じることを明らかにした。同じ問題がTENDL-2017, TENDL-2015, FENDL-3.1dの多くの核種で起こっていることもわかった。

論文

ENDF/B-VIII$$beta$$2 benchmark test with shielding experiments at QST/TIARA

権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 落合 謙太郎*

JAEA-Conf 2017-001, p.123 - 128, 2018/01

ENDF/B-VIIIの$$beta$$版, ENDF/B-VIII$$beta$$2、が2016年8月に公開された。そこで、量子科学技術研究開発機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験でのENDF/B-VII.1の$$^{16}$$Oと$$^{56}$$Feに起因する過大評価の問題がENDF/B-VIII$$beta$$2で改善したかどうかを調べた。ENDF/B-VIII$$beta$$2のACEファイルをNJOY2012.50コードで作り、MCNP-5コードで解析を行った。比較のため、ENDF/B-VII.1, FENDL-3.1bとJENDL-4.0/HEを用いた解析も行った。その結果、以下のことがわかった; (1)$$^{56}$$Feに起因する約40MeVの中性子の大幅な過大評価は改善された、(2)$$^{56}$$Feに起因する約65MeVの中性子の過大評価も若干改善されたが、FENDL-3.1bよりは悪かった、(3)$$^{16}$$Oに起因する中性子の大幅な過大評価は改善されなかった。これらの結果を考慮して、ENDF/B-VIIIの最終版は作られるべきである。

論文

Benchmark experiment on copper with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 124, p.1161 - 1164, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

磁場閉じ込め式核融合炉システムの超伝導コイルやIFMIF加速器中性子源でよく使われる銅の核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施したが、閾反応以外の結果で計算値が実験値を大きく過小評価しており、共鳴領域で銅核データの弾性散乱、捕獲反応断面積に問題がある可能性を指摘した。そこでグラファイト付銅実験体系を提案し、低エネルギー成分を増やした入射中性子場を設けて新ベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。しかし、未だに低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価した。銅核データの詳細検討より、前回試験的に作成した修正核データを用いることでこの過小評価の解消できることを明らかにした。この結果で低エネルギー中性子成分が多い中性子場でもこの断面積の修正の妥当性を確認できた。

論文

Lead benchmark experiment with DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に$$gamma$$線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。

論文

Benchmark experiment on molybdenum with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

太田 雅之*; 権 セロム*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 114, p.127 - 130, 2017/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本が検討している核融合中性子源のターゲットシステム構造材料として用いられる予定のSUS316Lには、数%のモリブデンが含まれている。以前モリブデンの核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施し、数100eV以上のエネルギー領域における問題点を指摘してきた。今回さらに、グラファイトで囲んだ新たな実験体系を提案し、より低エネルギーまで検証可能なベンチマーク実験を実施した。放射化箔と小型核分裂計数管を用いて反応率と核分裂を測定し、モンテカルロ計算コードMCNPと最新の核データライブラリーを用いた計算と比較を行い、$$^{95}$$Moの45eV付近の共鳴のテール部分の(n,$$gamma$$)断面積を過小評価している可能性を示した。

論文

New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files

今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1649 - 1652, 2016/11

今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の$$gamma$$線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。

論文

New integral experiments for a variety of fusion reactor materials with DT neutron source at JAEA/FNS

佐藤 聡*; 権 セロム*; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 今野 力

Proceedings of 26th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2016) (CD-ROM), 8 Pages, 2016/10

約20年前に核融合炉材料の核データライブラリーの検証を目的として、JAEA/FNSのDT中性子源を用いてタングステン, バナジウム 銅の積分実験を行い、低エネルギー中性子に感度を有する測定値を計算値が大きく過小評価することを報告した。この計算の過小評価の原因として実験室の壁からの散乱中性子が考えられたため、今回、散乱中性子を吸収する酸化リチウムでこれらの体系の周りを囲んだ実験体系を用いて新たな積分実験を行った。また、モリブデンとチタンについても同様の積分実験を行った。これらの実験の解析をMCNP5-1.40とENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて行った。その結果、以前のタングステン, バナジウム積分実験において見られた計算の過小評価は今回大幅に改善し、タングステンとバナジウムの核データに問題がないことがわかった。一方、銅積分実験での計算の過小評価はあまり改善されず、モリブデン, チタン積分実験でも計算値と実験値の一致は悪かった。核データの部分的変更も含む詳細な実験解析を行い、銅, モリブデン, チタンの核データの問題点を明らかにした。

論文

Problems on FENDL-3.0

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2015-003, p.131 - 136, 2016/03

原子力機構FNS, TIARA, 大阪大学OKTAVIANの積分実験を用いてFENDL-3.0の中性子入射データのベンチマークテストを行ってきた。また、簡単な計算モデルを用いて、FENDL-3.0のMATXSファイルのテストも実施し、更に、FENDL-3.0のACE、MATXSファイルに入っている核発熱定数、損傷断面積データを他の核データライブラリーのデータと比較した。その結果、FENDL-3.0に以下の問題があることが判明した。(1) FENDL-3.0の$$^{16}$$Oの20MeV以上のデータは修正が必要。(2) FENDL-3.0の多くのMATXSファイルには弾性散乱外反応のエネルギー角度分布データが入っていない。(3) FENDL-3.0のACE、MATXSファイルに入っている核発熱定数、損傷断面積データのいくつかは修正が必要。

論文

JENDL/HE-2007 benchmark test with iron shielding experiment at JAEA/TIARA

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2015-003, p.125 - 130, 2016/03

2013年の核データ研究会で、FENDL-3.0とJENDL/HE-2007の妥当性検証のために原子力機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射の鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を報告し、JENDL/HE-2007を用いた解析は、65MeV中性子入射の鉄遮蔽実験の実験データ及びFENDL-3.0を用いた解析を過小評価することを指摘した。今回、この過小評価の原因を詳細に調べた。その結果、この過小評価の原因が、JENDL/HE-2007の$$^{56}$$Feの弾性散乱外反応断面積が大きすぎることにあることを明らかにした。JENDL/HE-2007の$$^{56}$$Feの弾性散乱外反応断面積は修正する必要がある。

論文

New nuclear data group constant sets for fusion reactor nuclear analyses based on FENDL-2.1

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2015-003, p.137 - 141, 2016/03

核融合炉の核解析のために、FENDL-2.1からFusion-J3とFusion40形式の新しい2つの炉定数セットFUSION-F21.175 (中性子175群, $$gamma$$線42群, P5近似)とFUSION-F21.42 (中性子42群, $$gamma$$線21群, P5近似)をTRANSXコードで作成した。物質は、H-1, H-2, He-3, He-4, Li-6, Li-7, Be-9, B-10, B-11, C-12, N-14, O-16, F-19, Na-23, Mg, Al-27, Si, P-31, S, K, Ca, Ti, V-51, Cr, Mn-55, Fe, Co, Ni, Cu, Zr, Nb-93, Mo, Cd, W, Pb, Bi-209, Cl, Ta-181, Sn及びGaの40。また、核発熱定数、損傷断面積、ヘリウム生成断面積等も整備した。これらの炉定数セットは自己遮蔽の補正がされていないことに注意する必要がある。これらの炉定数セットを用いたテスト計算を行い、問題がないことを確認した。

論文

Effect of neutron energy and fluence on deuterium retention behaviour in neutron irradiated tungsten

藤田 啓恵*; 湯山 健太*; Li, X.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 吉田 直亮*; 近田 拓未*; 大矢 恭久*

Physica Scripta, 2016(T167), p.014068_1 - 014068_5, 2016/02

 被引用回数:14 パーセンタイル:14.76(Physics, Multidisciplinary)

この研究では、鉄イオン(Fe$$^{2+}$$)照射W試料、核分裂反応より発生した中性子を照射したW試料、D-T核融合反応から生成した14MeV中性子照射されたW試料を用い、それらに重水素イオン(D$$_{2}^{+}$$)を照射し、昇温脱離法(TDS)で重水素滞留挙動を評価した。さらに、シミュレーションにより、得られたTDSスペクトルからW中の重水素捕捉サイトの捕捉エネルギーを評価した。実験結果より、Fe$$^{2+}$$照射試料では欠陥が表面付近の浅い領域に集中することが確認された。また照射損傷量増加に伴い原子空孔やボイドが増加し、ボイドがより安定なD捕捉サイトであることが示唆された。核分裂反応中性子照射試料は、Dは主に表面吸着または転位ループによる捕捉により試料中に滞留することがわかった。しかし低損傷量のため、原子空孔やボイドの形成は見られなかった。一方、核融合反応中性子照射試料は他の試料と比較して低損傷量にも関わらず、原子空孔及び原子空孔集合体の形成が示唆された。以上から、照射欠陥の形成及びD滞留挙動は中性子の照射エネルギーに大きく影響を受けることがわかった。

論文

Integral test of international reactor dosimetry and fusion file on graphite assembly with DT neutron at JAEA/FNS

太田 雅之; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1847 - 1850, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

最近、国際原子炉核融合ドシメトリファイル1.0(IRDFF 1.0)がIAEAから公開された。IRDFF 1.0の妥当性を検討するため、IAEAは新しい協力研究計画(CRP)を開始した。本CRPのもとに、我々は、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、疑似円筒のグラファイト体系での積分実験を行った。等価半径31.4cmで厚さ61cmのグラファイト体系をDT中性子源から約20cmの位置に設置した。IRDFF 1.0のドシメトリ反応に対する多くの箔を、体系の中心軸上のグラファイトブロックの隙間に貼り付けた。DT中性子の照射後、ドシメトリ反応の反応率を箔放射化法により測定した。この実験を、実験体系および中性子源を詳細にモデル化して、モンテカルロ計算コードMCNP5-1.40と最近の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて解析した。IRDFF 1.0をドシメトリ反応の応答関数として用いて計算した反応率と、実験から求めた反応率を比較した。さらに、JENDL Dosimetry File 99を用いて求めた反応率とも比較を行った。IRDFF 1.0を用いた計算結果は実験値との良い一致を示した。

論文

Analyses of iron and concrete shielding experiments at JAEA/TIARA with JENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1 and FENDL-3.0

今野 力; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 太田 雅之

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2178 - 2181, 2015/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

原子力機構TIARAでの40, 65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を最新の高エネルギー核データライブラリJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0を用いて行った。計算では、MCNP5とそれぞれ原子力機構,ブルックヘブン国立研究所, IAEAから公開されているJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0のACEファイルを用いた。計算結果から以下のことがわかった。(1)JENDL/HE-2007を用いた計算は実験値とよく一致、(2)ENDF/B-VII.1を用いた計算は実験体系の厚さが厚くなると実験値を大きく過大評価、(3)FENDL-3.0を用いた計算は鉄体系の実験値とよく一致したが、コンクリート体系の実験値を過大評価。ENDF/B-VII.1とFENDL-3.0の核データのいくつかは修正が必要である。

論文

New nuclear data group constant sets for fusion reactor nuclear analyses based on JENDL-4.0 and FENDL-3.0

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05

核融合炉の核解析のために、JENDL-4.0とFENDL-3.0からFusion-J3と同様の新しい炉定数セットを作成した。物質は、$$^{1}$$H, $$^{2}$$H, $$^{3}$$He, $$^{4}$$He, $$^{6}$$Li, $$^{7}$$Li, $$^{9}$$Be, $$^{10}$$B, $$^{11}$$B, $$^{12}$$C, $$^{14}$$N, $$^{16}$$O, $$^{19}$$F, $$^{23}$$Na, Mg, $$^{27}$$Al, Si, $$^{31}$$P, S, K, Ca, Ti, $$^{51}$$V, Cr, $$^{55}$$Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zr, $$^{93}$$Nb, Mo, Cd, W, Pb, $$^{209}$$Bi, Cl, $$^{181}$$Ta, Sn及びGaの40。JENDL-4.0及びFENDL-3.0の炉定数セットFUSION-J40及びFUSION-F30(中性子175群、$$gamma$$線42群、P5近似)はNJOY99コードで作成したJENDL-4.0、FENDL-3.0のMATXSからTRANSXコードを用いて作成した。また、核発熱定数、損傷断面積、ヘリウム生成断面積等もMATXSファイルからTRANSXで整備した。これらの炉定数セットを用いたテスト計算を行い、問題がないことを確認した。

論文

SPECT imaging of mice with $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceuticals obtained from $$^{99}$$Mo produced by $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo and fission of $$^{235}$$U

橋本 和幸; 永井 泰樹; 川端 方子; 佐藤 望*; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司*; 太田 雅之; 今野 力; 落合 謙太郎; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 84(4), p.043202_1 - 043202_4, 2015/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.15(Physics, Multidisciplinary)

The distribution of $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceutical in mouse was obtained with SPECT for the first time using $$^{99m}$$Tc, which was separated by thermochromatography from $$^{99}$$Mo produced via the $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo reaction with accelerator neutrons. The SPECT image was comparable with that obtained from a fission product $$^{99}$$Mo. Radionuclidic purity and radiochemical purity of the separated $$^{99m}$$Tc and its aluminum concentration met the United States Pharmacopeia regulatory requirements for $$^{99m}$$Tc from the fission product $$^{99}$$Mo. These results provide important evidence that $$^{99m}$$Tc radiopharmaceutical formulated using the $$(n,2n)$$ $$^{99}$$Mo can be a promising substitute for the fission product $$^{99}$$Mo. A current and forthcoming problem to ensure a reliable and constant supply of $$^{99}$$Mo in Japan can be partially mitigated.

論文

Evaluation of tritium release properties of advanced tritium breeders

星野 毅; 落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 河村 繕範

Fusion Science and Technology, 67(2), p.386 - 389, 2015/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:22.72(Nuclear Science & Technology)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球の製造試験を実施している。この微小球のトリチウム放出特性を評価するため、原子力機構の核融合中性子源(FNS)にてDT中性子照射試験を実施した。初期のエマルジョン法にて試作したLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球は、結晶粒径が10$$mu$$mより大きいため、トリチウム放出速度が極めて遅い課題を有していた。そこで、真空中にて微小球を製造する新たな試みにより、トリチウム放出特性に優れていると考えられる5$$mu$$m未満の結晶粒径を有する微小球製造に成功した。新たな微小球の、723Kにおけるトリチウム放出特性を評価した結果、従来のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球と同等のトリチウム放出速度を有するだけでなく、全放出トリチウムの96%がHTガスの化学形であることを確認し、トリチウムの計量管理上重要な情報を得た。

論文

FENDL-3.0 benchmark test with shielding experiments at JAEA/TIARA

今野 力; 太田 雅之; 浅原 浩雄; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2014-002, p.160 - 166, 2015/02

IAEAは中性子反応のエネルギーを20MeVから60MeV以上に拡張し、陽子、重陽子入射の汎用データ及び放射化データを含めた、核融合炉用核データライブラリーFENDL-3.0を2012年に公開した。我々は既に原子力機構FNS及び阪大OKTAVIANのDT中性子を用いた積分実験の解析を通して、FENDL-3.0の中性子入射の20MeV以下の汎用データの妥当性検証結果を報告している。今回、原子力機構TIARAでの40MeV, 65MeV準単色中性子による鉄、コンクリート遮蔽実験を用いて、FENDL-3.0の中性子入射の20MeV以上の汎用データの妥当性検証を行った。その結果、FENDL-3.0を用いた計算は鉄遮蔽実験をよく再現するものの、コンクリート遮蔽実験を過大評価することがわかった。

論文

Evaluation of two-stage system for neutron measurement aiming at increase in count rate at Japan Atomic Energy Agency - Fusion Neutronics Source

篠原 孝司; 石井 啓一*; 落合 謙太郎; 馬場 護*; 助川 篤彦; 笹尾 眞實子*; 北島 純男*

Review of Scientific Instruments, 85(11), p.11E823_1 - 11E823_4, 2014/11

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

A neutron flux array is one of the important plasma diagnostics to obtain the information on fast ion population. However, the limited flux owing to its collimator results in the small number of pulse counts and the large statistical error. The method to increase the pulse counts is required. Here, we propose a multi-stage neutron detection system, in which several sets of a scintillator and photo-multiplier tube (PMT) are placed in a line-of-sight. In order to evaluate the performance of the multi-stage detection system, we have carried out experiments on a two-stage detection system using a neutron beam at FNS (Fusion Neutronics Source) of JAEA (Japan Atomic Energy Agency). The results have shown the concept of the multi-stage detection system works as expected. In the best setup, the test two-stage system reached about 1.7 (1.8) times the efficiency of a single scintillator and PMT system for 2.54 (14) MeV neutrons.

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:9.29(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Gamma-ray dose analysis for ITER JA WCCB-TBM

佐藤 聡; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 落合 謙太郎; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.1984 - 1988, 2014/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではITERに設置し試験するための水冷却個体増殖材テストブランケットモジュール(WCCB-TBM)の開発を進めている。モンテカルロコードMCNP5.14, 放射化コードACT-4, 核融合評価済み核データライブラリーFENDL-2.1を用いて、このWCCB-TBMの核解析を行った。TBMのMCNP形状入力データは、CADデータをMCNP形状入力データへ変換するプログラムGEOMITを用いて、TBMのCADデータから作成した。この形状入力データに、TBM以外の遮蔽体, フレーム, フランジ, ポート, 生体遮蔽体, 真空容器, 冷却水配管, ヘリウムガス配管等の形状をマニュアルで追加し、最終的なMCNP形状入力データとした。運転停止後の崩壊$$gamma$$線による線量率を精度よく評価するために、運転中の中性子輸送計算と崩壊$$gamma$$線輸送計算を直接1回のMCNPで計算するプログラムD1S(Direct 1 Step) MCNPを用いた。ポートとTBMの間のギャップストリーミングを低減させる工夫をすることにより、運転停止1日後の生体遮蔽体背後の実効線量率は約0.2microSv/hで、緊急時アクセスの上限値10microSv/hより約2桁低く、運転停止12日後のフランジ背後の実効線量率は50-80microSv/hで、ハンズオンメンテナンスのための上限値の100microSv/hを下回ることがわかった。

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